福島第一原子力発電所の固体廃棄物試料分析（現状までの成果報告）（2017年5月25日廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第42回）報告資料）

(1)

0 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

福島第一原子力発電所の固体廃棄物試料分析

（現状までの成果報告）

平成29年5月25日

技術研究組合国際廃炉研究開発機構／

日本原子力研究開発機構

本資料には、経済産業省平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業（事故廃棄物処理・処分概念構築に係る

技術検討調査）、平成25年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金（事故廃棄物処理・処分技術の開発）」および平成26

年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金（固体廃棄物の処理・処分に関する研究開発）」の成果の一部が含まれてい

る。

(2)

1

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning



事故後に発生した固体廃棄物は、従来の原子力発電所で発生し

た廃棄物と性状が異なるため、廃棄物の処理・処分の安全性の

見通しを得る上で性状把握が不可欠である。



処理・処分の技術検討のために、放射性核種による汚染の特徴

を明らかにする必要があり、瓦礫類や汚染水などの分析を継続し

ている。



処分の安全性を確保する上で重要と考えられる核種を対象

として、約

_{70点/年の廃棄物試料を詳細分析してきている。}



分析結果は、廃棄物インベントリ（放射能量）評価、処理方法

の検討、廃棄物の分類方法の検討などに順次活用している。



平成

29年（2017年）3月末までに得られたデータとその値に基づく

核種組成の傾向を報告する。

概要

(3)

2 分析とその結果の利用についての流れ

分析計画

試料の採取・輸送

分析

*

結果の報告・公開

試料

・廃炉・汚染水対策チーム会

合／事務局会議

（参考資料

2）

・報告書、論文等

分析データ

処理方法、廃棄物

分類の検討等

フィードバック情報

（重要核種の候補など）

インベントリ評価

放射能インベントリ

分析

（原子力機構原科研での様子）

福島第一原子力発電所での試料採取

本報告



瓦礫類、滞留水、水処理二次廃棄物等の分析試料を福島第一原子力

発電所から所外分析施設へ輸送し分析を行った。

*

放射性核種は、

3

_H、

79

_Se、

90

_Sr、

129

_I、

137

_Cs等の

核分裂生成物、

238

_Pu、

239+240

_{Pu 等のα核種、}

14

_C、

60

_{Co 等の放射化生成物を対象とした。分}

析は、固体廃棄物を対象とした方法による

（参考

資料

1）

。

(4)

3 分析試料

– 結果の発表に関する実績（2017年3月31日時点） –

分類

試料

試料点数

瓦礫類

原子炉建屋内

_{1号機 1・5階}

瓦礫等

29 2号機 1・5階

瓦礫等

7 3号機 1階

瓦礫等

11 4号機使用済燃料プール

瓦礫

2 タービン建屋内

_1号機

スラッジ・砂

7 原子炉建屋周辺

1・3・4号機周辺

瓦礫

15 覆土式一時保管施設

第1・2槽

瓦礫

10 汚染水

原子炉建屋内

2・3号機格納容器内

滞留水

4 タービン建屋内

1号機

スラッジ・滞留水

6 集中廃棄物処理建屋内

地下

滞留水

12 処理装置

セシウム吸着装置（第二含む）

処理水

27 除染装置

処理水

3 淡水化装置 (RO)

処理水

2 蒸発濃縮装置

処理水

3 多核種除去設備（増設含む）

処理水

18 水処理二次廃棄物

多核種除去設備（増設含む）

スラリー

6 可燃物

保護衣等焼却灰

5 土壌

土壌

6 植物

伐採木

枝葉

5 立木

枝葉、落葉、表土

123

(5)

4 原子炉建屋の周辺・一時保管場所

• 1、3及び4号機周辺に散乱した瓦礫、

覆土保管の瓦礫を分析した。 (25点)

原子炉建屋

タービン建屋

原子炉・タービン建屋の分析状況

（実績）

タービン建屋地下

• 1号機の地下滞留水中から採取され

たスラッジと滞留水を分析した。 (8点)

原子炉建屋地下

• 実績なし。

原子炉建屋内

• 1号機及び2号機の1階と5階、3号機1階の瓦礫

とボーリングコアを分析した。 (47点)

格納容器内

• 2号機及び3号機の滞留水

を採取して分析した。(4点)

圧力容器内

• 実績なし。

使用済燃料プール

• 4号機の砂礫を分析した。

(2点)

タービン建屋内

• 1号機地下1階の砂とスラッジを分析した。 (5点)



今後も継続して瓦礫等の分析を進める予定である。



特に、格納容器内の固体試料については、内部の調査に合わせて採取できた場合に、入手、分析す

る予定である。原子炉建屋内の試料については、高線量環境下における採取方法を検討している。

(6)

5 原子炉建屋

タービン建屋

原子炉・タービン建屋の汚染の傾向

タービン建屋地下

• 沈降したスラッジは、Cs、Sr やα核種

を含む傾向にある。

（参考資料5 表）

原子炉建屋内

• 1号機及び2号機の1階と5階、3号機1階で、

137 _Csの

ほか、Sr 等の核分裂生成物、Pu等のα核種、Co 等

の放射化生成物を検出した。

（参考資料3）

格納容器内

• 2号機及び3号機の滞留水では、下

流（集中廃棄物処理建屋）の滞留水

に比べて、Co や α核種の

137 _{Cs に対}

する放射能濃度比が高い傾向にあ

る。

（参考資料4 図1）

圧力容器内

–

（燃料デブリと放射化生成物による高汚染が

考えられるが、実績なし。）

使用済燃料プール

• 4号機では、放射化生成物である

60 _Co

の

137 _{Cs に対する放射能濃度比が原}

子炉建屋の他の試料と比べて大きい

傾向にある。

（参考資料4 図2）

タービン建屋内

• 原子炉建屋内に比べて、

90 _Srの

137 _{Cs に対する放射}

能濃度比が高い傾向にある。

（参考資料5 図）

原子炉建屋の周辺

• 1及び3号機周辺の瓦礫は、汚染の

核種組成が原子炉建屋内と似た傾

向にある。

（参考資料6）

原子炉建屋地下

–

（滞留水による汚染が考えられるが、

実績なし。）



汚染の傾向を分析結果に基づいて推定した。今後、試料採取・分析を通じて検証を進めていくことが必要。

(7)

6 滞留水・処理水・水処理二次廃棄物の分析状況

（実績）

地下水流入

リスク低減した水（ストロンチウム処理水）集中廃棄物処理施設建屋滞留水増設多核種除去設備（750m3_{/日以上）} 高性能多核種除去設備（500m3_{/日以上）} 多核種除去設備（750m3_/日） R O 濃縮水処理設備（500～900m3_/日）モバイル型ストロンチウム除去装置（300m3_{/日×２系）（ 480m}3_{/日×４台）} 復水貯蔵タンク１～４号機建屋滞留水 O.P.35m 増設多核種除去設備（750m3_{/日以上）} 原子炉注水（注水量：320m3_/日） O.P.10m O.P.4m 第二セシウム吸着装置（サリー）ストロンチウムも除去できるように改良 （ 1200m3_/日） 高濃度汚染水ストロンチウム処理水淡水多核種除去設備処理水（）内：処理能力淡水化装置処理後の濃縮塩水多核種除去設備処理水（トリチウム以外除去）セシウム除去装置（キュリオン）ストロンチウムも除去できるように改良 （ 600m3_/日） 淡水化装置

セシウム吸着装置

(KURION, SARRY)

吸着材実績なし。

処理水 27点を分析した。

吸着材・処理水実績なし。

多核種除去設備

スラリー

既設・増設の6点を分析した。

吸着材

試料を順次採取・分析中。

処理水

既設・増設の前処理水（6点）、増設の処理水（12点）を分析した。

淡水化装置

（RO, 蒸発濃縮）

RO

実績なし。

RO処理水

2点を分析した。

蒸発濃縮処理水 3点を分析した。

RO濃縮水処理設備・モバイル型ス

トロンチウム除去装置

滞留水

集中廃棄物処理建屋内

12点を分析した。

原子炉建屋内

2・3号機格納容器内の4点を分析した。

タービン建屋内

1号機内の6点を分析した。

除染装置

（アレバ）

スラッジ

実績なし。

処理水

3点を分析した。

*

図の出典：東京電力, 福島第一原子力発電所水処理設備について, 2015年1月15日. 4/13の原子炉注水量は3機合計で 212 m

3

_/日.



今後も継続して汚染水と二次廃棄物の分析を進める予定である。



特に除染装置スラッジについては、採取方法を検討している。

(8)

7 滞留水・処理水・水処理二次廃棄物の汚染の傾向

地下水流入

リスク低減した水（ストロンチウム処理水）集中廃棄物処理施設建屋滞留水増設多核種除去設備（750m3_{/日以上）} 高性能多核種除去設備（500m3_{/日以上）} 多核種除去設備（750m3_/日） R O 濃縮水処理設備（500～900m3_/日）モバイル型ストロンチウム除去装置（300m3_{/日×２系）（ 480m}3_{/日×４台）} 復水貯蔵タンク１～４号機建屋滞留水 O.P.35m 増設多核種除去設備（750m3_{/日以上）} 原子炉注水（注水量：320m3_/日） O.P.10m O.P.4m 第二セシウム吸着装置（サリー）ストロンチウムも除去できるように改良 （ 1200m3_/日） 高濃度汚染水ストロンチウム処理水淡水多核種除去設備処理水（）内：処理能力淡水化装置処理後の濃縮塩水多核種除去設備処理水（トリチウム以外除去）セシウム除去装置（キュリオン）ストロンチウムも除去できるように改良 （ 600m3_/日） 淡水化装置

セシウム吸着装置吸着材

(KURION, SARRY)

※

多核種除去設備

スラリー

•

90

_{Sr が主要核種であり、}

238

_{Pu と}

239+240

_{Pu 濃度は 1}

Bq/cm

3

_{未満である。}

_{（参考資料11 図1）}

吸着材

※

_•

_{Sr と Cs核種を含む一方で、}

60

_Co と

99

_{Tc 濃度は}

137

_Cs

に比べて低い傾向にある。

（参考資料11 図2）

淡水化装置

（RO, 蒸発濃縮）

RO

–

（汚染の特徴を推定する実績なし。）

濃縮廃液

•

79

_{Se と}

129

_{I 濃度が滞留水よりも高い傾向にある。}

（参考資料9）

滞留水

• 集中廃棄物処理建屋滞留水では、

137

_{Cs と}

90

_{Sr 濃度が高く同程度であり、}

3

_{H がこれらに次ぐ傾向にある。他のβ、α核種濃度はより低い。}

Cs と Sr 核種の濃度は時間とともに減少しているものの、減少の割合が小さくなっている。

（参考資料7）

• タービン建屋滞留水は、汚染の度合いが号機により異なる傾向にある。

（参考資料8 図1）

• 2及び3号機の格納容器内滞留水では、下流（タービン建屋、集中廃棄物処理建屋）の滞留水に比べ、α核種の

137

_{Cs に対する放射能濃度}

比が高い傾向にある。

（参考資料8 図2）

除染装置

（アレバ）スラッジ

※

• Cs 核種を含む一方で、

60

_Co、

63

_Ni、

79

_Se、

129

_I 濃度は

137

_{Cs に}

比べて低い傾向にある。

（参考

資料9）

• SrとCs 核種を含む一方で、

60

_Co、

63

_Ni、

79

_Se、

129

_I 濃度は

137

_{Cs や}

90

_{Sr に比べて低い傾向にある。}

（参考資料10）

*

図の出典：東京電力, 福島第一原子力発電所水処理設備について, 2015年1月15日. 4/13の原子炉注水量は3機合計で 212 m

3

_/日.



汚染の特徴を分析結果に基づいて推定した。今後、試料採取・分析を通じて検証を進めていくことが必要。

(9)

8 土壌と植物の分析状況

（実績）

エリア

土壌

*

_{植物（立木）}

枝葉

落葉

表土

A

0

3

2

3 B

－

C

－

3（草）

－

3 D

1

3

6 E

－

1

1 F

1

5

3

6 G

0

1

1 H

0

3

1

3 I

1

3

2

6 J

0

1

1 K

1

1 L

1

4 M

－

1

1 N

0

3

6 O

0

3

6 P

1

2

2 Q

0

1

1 R

0

1

1 S

0

1

3 T

0

1

1 図

土壌、植物試料の採取位置

A

B

C

D

E

F

G

H

I

J

K

L

M

P

N

Q

T

S

R

O

表

土壌と植物の分析試料数

*

エリア B、C、E、M はフェーシングなどの工事に伴い採取対象がない。



今後土壌については、採取済みの試料を順次分析し、植物については、焼却処理後の焼却

灰を分析する予定である。

(10)

9 図1

土壌の放射性核種濃度

*1

土壌・植物の汚染の傾向

*1

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第40回）資料から引用。

*2

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第16回）資料から引用。

構内土壌

（地表から 0‐5 cmの表土）

*1

•

137 _{Csが主な核種であり、}

90 _Sr、

235 _U、

238 _{Uが全ての}

試料で検出された。

（図1）

• Uはその同位体組成から天然由来の影響が大きく、

事故による影響は確認されていない。

（図1）

•

238 _{Pu濃度はほとんどが検出下限値未満あるいは}

10 –3

_{Bq/g 程度のごく低い濃度であった（環境のフォ}

ールアウト相当）。

図2

構内における立木（枝葉）中の放射能濃度分布

*2

立木

（枝葉、落葉、表土・腐葉土）

*2

•

137 _Cs、

90 _{Srの他に、原子炉建屋の近傍では}

3 _H、

14 _C

、

79 _{Se が検出された}

_（図2）

_。

• Dエリアの落葉と Eエリアの表土から Pu 核種が検

出された（10

–3

_{Bq/g 程度であり環境のフォールア}

ウト相当）。

• Cs 核種濃度は、枝葉に比べて落葉や表土（腐葉

土を含む場合がある）で高い傾向にある。



汚染の特徴を分析結果に基づいて推定した。今後、試料採取・分析を通じて検証を進めていく。

試料名

放

射能濃度

[Bq/g]

※：白抜きは検出下限値 1.0E‐04 1.0E‐03 1.0E‐02 1.0E‐01 1.0E+00 1.0E+01 1.0E+02 1.0E+03 1.0E+04 S2‐D2‐1 S2‐F1‐1 S2‐I2‐1 S2‐K2‐1 S2‐L1‐1 S2‐P1‐1 H‐3 C‐14 Co‐60 Ni‐63 Se‐79 Sr‐90 Tc‐99 I‐129

Cs‐137 Eu‐154 U‐235 U‐238

Pu‐238 Pu‐239+240 Am‐241 Cm‐244

100 102 10-1 10-2 10-3 104 103 101 10-4 A B C D E F G H I J K L M O P N R Q T S D E F G H P R T K L M N S A I O J Q C ：：：：：0.05‐0.1 Bq/g 0.1‐0.2 Bq/g 0.2‐0.5 Bq/g 0.5‐1 Bq/g >1 Bq/g ： ND（<0.05 Bq/g） A B C D E F G H I J K L M O P N R Q T S D E F G H P R T K L M N S A I O 14_C J Q C ：：：：：0.05‐0.1 Bq/g 0.1‐0.2 Bq/g 0.2‐0.5 Bq/g 0.5‐1 Bq/g >1 Bq/g ： ND（<0.05 Bq/g） 3

_H

14

_C

(11)

10 まとめと今後の検討



種々の廃棄物のインベントリを推定するために、廃棄物・汚染物を分析し、放射性核種

濃度等のデータを蓄積する必要がある。また、分析データが得られない場合に、分析デ

ータを補完するために汚染プロセスの推定が必要である。



これまでに、汚染水、水処理二次廃棄物、瓦礫、焼却灰、土壌、植物を分析し、得られ

た分析データを基にして、汚染の核種組成が分かりつつある。



しかしながら、高線量のために試料が採取できない領域があること、分析試料の代表

性を検討するために廃棄物の分類ごとに相当数の分析点数を要すること等の観点から、

さらなる試料の採取と分析が必要である。



また、汚染プロセスの推定に関しては、これまでに得られた分析データのみでは、汚染

プロセスを推定するモデルの確立には不十分である。



今後の検討課題には次のことが挙げられる。



分析データの蓄積のために、多数の正確な分析データを継続して得ていくことを

念頭に、高線量試料の採取・輸送方法の確立、分析方法の合理化が必要である。



汚染プロセスを推定するためには、汚染の核種組成等の情報をもとにして汚染プ

ロセスを仮定、モデルを検討して、分析データによってこれを検証する必要がある。

(12)

11 分析の方法

• 東京電力が採取した試料の一部を分析施設（原子力機構、NDC社、NFD社）に輸

送し分析している。

• 研究施設等廃棄物の放射能分析に関する体系的な分析フローを適用し、分析し

ている

*

_。

：固相抽出剤

SR Disk

β・X線計測

β線スペクトロメトリ

質量分析（ICP-MS）

α線スペクトロメトリ

質量分析

（レーザー共鳴電離）

質量分析（AMS）

（ICP-MS）

γ線計測

60 _Co,

137 _Cs

94 _Nb,

108m

_Ag,

133 _Ba

152,154

_Eu,

166m

_Ho

129 _l

分離

精製

分離

精製

UTEVA

TRU･TEVA

232 _Th

238 _U

237 _Np

240,242238,239

_Pu

241,242m243

_Am

244 _Cm

41 _Ca

ろ過・再分解

分離

精製

14 _C

36 _Cl

3 _H

79 _Se

99 _Tc

59,63

_Ni

90 _Sr

Sr Disk

Tc Disk Ni Resin

アルカリ溶融

加熱

酸浸漬

マイクロ波加熱分解

加熱

蒸留

金属

溶融固化体

濃縮廃液

（スラッジ）

セメント固化体

焼却灰

*

亀尾ら, JAEA‐Technology 2009‐051 (2009).

参考資料 1

(13)

12 年度

_試料

_試料数

_発表等

23 -27

水処理設備

出入口水

• 1〜4号機タービン建屋滞留水等

• 滞留水（集中RW地下、高温焼却炉建屋地下）

• 淡水化装置濃縮水

• 処理水（セシウム吸着装置、第二セシウム吸着

装置、多核種除去設備）

51

•http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/images/handouts_110522_04-j.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/120924/120924_01jj.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130627/130627_02kk.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/131128/131128_01ss.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens uitaisakuteam/2015/pdf/0730_3_4c.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens uitaisakuteam/2016/pdf/0331_3_4f.pdf

瓦礫

• 1、2、3号機原子炉建屋内瓦礫

• 1, 2号機原子炉建屋内ボーリングコア

• 1、3、4号機周辺瓦礫

• 覆土式一時保管施設で採取した瓦礫

• 1号機タービン建屋砂

60

••http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/130828/130828_01nn.pdfhttp://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/150326/150326_01_3_7_04.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens uitaisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens uitaisakuteam/2016/pdf/0128_3_4d.pd •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens uitaisakuteam/2016/pdf/0428_3_4d.pdf

伐採木、立木、

落葉、土壌

• 伐採木（枝、葉）

• 構内各所の立木(枝葉）及び落葉、土壌

128

•http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/140130/140130_01tt.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/140227/140227_02ww.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/150326/150326_01_3_7_04.pdf

水処理

二次廃棄物

• 多核種除去設備スラリー（既設、増設）

₄

•http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens_{uitaisakuteam/2015/pdf/0827_3_4c.pdf} •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens uitaisakuteam/2016/pdf/0128_3_4d.pdf

28 水処理

二次廃棄物

• 増設多核種除去設備スラリー

₃

_•_{http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens} uitaisakuteam/2016/09/3-04-05.pdf

瓦礫、スラッジ

• 1号機タービン建屋内スラッジ

• 1号機原子炉建屋内瓦礫

8

20

•http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens uitaisakuteam/2016/09/3-04-05.pdf •http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens uitaisakuteam/2017/02/3-04-04.pdf

水処理設備

出入口水

• 滞留水（集中

RW地下、高温焼却炉建屋地下）

• 処理後水（セシウム吸着装置、第二セシウム吸

着装置、多核種除去設備）

4

20

•http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osens uitaisakuteam/2017/03/3-04-03.pdf

滞留水

• 2、3号機PCV滞留水

• 1号機タービン建屋内滞留水

4

6 焼却灰

• 焼却灰（雑固体廃棄物焼却設備）

₅

土壌

• 構内の土壌

₆

•http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/ •committee/osensuitaisakuteam/2017/03/3-04-03.pdf

廃棄物試料分析結果の報告状況

参考資料 2

(14)

13

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 0.001 0.1 10 1000 1 100 10000 1000000 23 8Pu の放射能濃度 (Bq /g) 137_{Csの放射能濃度(Bq/g)} 104 102 100 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機 10-8 10-6 106 104 102 100 103 101 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機 10-4 （白抜きは検出下限値）

原子炉建屋内の瓦礫試料の分析データ

参考資料 3

*1

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第29回）資料から引用。

0.001 0.1 10 1000 60Co の放射能濃度 (B q /g) 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機（白抜きは検出下限値） 10-2 ₁₀-6 103 101 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機（白抜きは検出下限値） 10-4 0.001 0.1 10 1000 1 100 10000 1000000 90Sr の放射能濃度 (B q/ g) 137_{Csの放射能濃度(Bq/g)} 106 104 102 100 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機（白抜きは検出下限値） 10-2 ₁₀-4 106 104 102 100 103 101 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機（白抜きは検出下限値） 0.001 0.1 10 1000 1 100 10000 1000000 129 Iの放射能濃度 (B q /g ) 137_{Csの放射能濃度(Bq/g)} 102 100 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機 10-4 106 104 102 100 103 101 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機（白抜きは検出下限値） 10-6 0.001 0.1 10 1000 3H の放射能濃度 (B q/ g) 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機（白抜きは検出下限値） 10-2 10-4 ₁₀-6 103 101 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機（白抜きは検出下限値） 0.001 0.1 10 1000 14C の放射能濃度 (Bq/ g) 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機（白抜きは検出下限値） 10-2 10-6 103 101 10‐1 10‐3 1号機 2号機 3号機（白抜きは検出下限値） 10-4

図

原子炉建屋内で採取された瓦礫試料に検出された核種の濃度（

137 _{Csに対するプロット）}

*1



1号機及び2号機の1階と5階、3号機1階で、

137 _{Csのほか、}

3 _H、

90 _Sr、

129 _{I 等の核分裂生成物、}

238 _Pu 等

のα核種、

14 _C、

60 _{Co 等の放射化生成物を検出した。}

3 _H

14 _C

60 _Co

90 _Sr

129 _I

238 _Pu

核種の濃度は、

137

_{Cs との関係（相関）を見るために}

137

_{Cs 濃度に対してプロットし、直線を加えた。（以後の参考資料においても同様。）}

(15)

14

0.001

0.1

10 1000

100000

10000000

1

100 10000

1000000

60

Co

の放射能濃度

(Bq/g)

137

_{Csの放射能濃度(Bq/g)}

10

6

10

4

10

2

10

0

10

‐3 （白抜きは検出下限値）

10

-2

10

-6

10

3

10

1

10

‐1

10

‐3

1号機

2号機

3号機

4号機プール

10

-4

10

7 105

格納容器・使用済燃料プール内試料の分析データ

参考資料 4

*1

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第36回）資料から引用。

*2

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第2、29回）資料から引用して作成。

図1

格納容器内の滞留水試料に検出された核

種の濃度（

137 _{Csに対するプロット）}

*1

104 102 100 10-2 10-4 106 ₁₀8 104 102 100 10-4 10-3 10-5 10-6 10-7 10-2₁₀-3₁₀-4 10-6 10-5 106 ₁₀8 104 102 100 106 104 102 100 10-2 101 100 10-1₁₀-2 106 ₁₀8 104 102 100 107 105 103 101 10-1

◆ 2号機格納容器滞留水

▲

3号機格納容器滞留水

● プロセス主建屋滞留水

■

高温焼却炉建屋滞留水



2号機及び3号機の格納容器滞留水では、下流（集中廃棄物処理建屋のプロセス主建屋と高温焼却

炉建屋）の滞留水に比べて、Coや α核種の

137 _{Cs に対する放射能濃度比が高い傾向にある。}

_（図1）



4号機燃料プールでは、放射化生成物である

60 _{Co の}

137 _{Cs に対する放射能濃度比が原子炉建屋内}

の他の試料と比べて大きい傾向にある。

_（図2）

60 _Co

90 _Sr

238 _Pu

図2

4号機使用済燃料プールの瓦礫試料に検

出された

60 _Co濃度（

137 _{Csに対するプロット）}

*2

60

_{Co の}

137

_{Cs に対する}

放射能濃度比が原子

炉建屋内の他の試料

と比べて大きい。

(16)

15

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 10‐3 10‐1 101 103 101 ₁₀3 ₁₀5 ₁₀7 137_{Cs放射能濃度（Bq/g）} 238 Pu 放射能濃度（Bq /g ） 10‐7 10‐5 ₁₀‐6 ₁₀‐8 （白抜きは検出下限値） 1号機T/Bスラッジ 1号機R/B瓦礫 2号機R/B瓦礫 3号機R/B瓦礫＊ 1号機R/B瓦礫 1号機T/B砂 100 102 104 106 101 ₁₀3 ₁₀5 ₁₀7 137_{Cs放射能濃度（Bq/g）} 90Sr 放射能濃度（Bq/ g ） 10‐3 100 ₁₀‐1 ₁₀‐2 10‐4 1号機T/Bスラッジ 1号機R/B瓦礫 2号機R/B瓦礫 3号機R/B瓦礫＊1号機R/B瓦礫 1号機T/B砂

タービン建屋内・地下スラッジ試料の分析データ

参考資料 5

*1

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第34回）資料から引用して作成。

*2

同（第39回）資料から引用。

図

タービン建屋内のスラッジ試料に検出された核種の濃度（

137 _{Csに対するプロット）}

*1



タービン建屋内は、原子炉建屋内に比べて

90 _{Sr の}

137 _{Cs に対する放射能濃度比が高い傾向にある。}

（図）



タービン建屋の地下滞留水から沈降したスラッジは、Cs、Sr やα核種を含む傾向にある。U は、その

核種の比から天然Uの影響が大きい。

（表）

表

タービン建屋地下滞留水中のスラッジ試料に検出された核種の濃度

*2

試料名

放射能濃度〔Bq/g〕

₂₃₅

U/

238

_U

質量比

60

_Co

137

_Cs

90

_Sr

235

_U

238

_U

238

_Pu

（約5.3年）

（約30年）

（約29年）

（約7.0×10

8

_年）

_{（約4.5×10}

9

_年）

_{（約88年）}

スラッジ

LI-1TB5-1

< 1×10

3

_{(3.7±0.1)×10}

6

_{(4.7±0.2)×10}

4

_{(1.5±0.1)×10}

-2

_{(3.2±0.1)×10}

-1

_{(1.1±0.3)×10}

0

_7.1×10

-3

LI-1TB5-2 (3.1±0.4)×10

2

_{(3.7±0.1)×10}

6

_{(7.1±0.2)×10}

3

_{(9.2±0.5)×10}

-3

_{(2.1±0.1)×10}

-1

_{(7.0±0.8)×10}

-1

_6.9×10

-3

滞留水中

固形分

LI-1TB5-7

< 2×10

3

_{(4.1±0.1)×10}

5

_{(1.2±0.1)×10}

5

_{(7.3±0.4)×10}

-3

_{(1.6±0.1)×10}

-1

_{< 5×10}

0

_6.9×10

-3

LI-1TB5-8

< 3×10

3

_{(2.1±0.1)×10}

6

_{(1.4±0.1)×10}

5

_{(5.0±0.3)×10}

-3

_{(1.0±0.1)×10}

-1

_{< 5×10}

0

_7.4×10

-3

タービン建屋地下のスラッジは、原子炉建屋内に比べて、

90

_Sr の

137

_Cs

に対する放射能濃度比が高い傾向にある。一方、Pu は同様である。

U 核種の質量比は

天然U （7.3×10

‐3

_）

と同様であり、天然

Uの影響が大きい。

90 _Sr

238 _Pu

(17)

16 原子炉建屋周辺瓦礫試料の分析データ

参考資料 6

*1

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第

16回）資料から引用。

図

建屋周辺の瓦礫試料に検出された核種の濃度（

137 _{Csに対するプロット）}

*1



1及び3号機周辺の瓦礫は、汚染の核種組成が原子炉建屋内と似た傾向にある。4号機周辺の瓦礫

は、

90 _{Sr が似た傾向にある。}

14

C

の

放

射能濃度 (

Bq/g

)

₁₀

₃

10

１

10

-1

10

-3 0.1% 1% (白抜きは14_{C検出下限値)} (H23.3.11の減衰補正値) 3号周辺 4号周辺 1号R/B1階 2号R/B5階 3号R/B1階 1号周辺 0.01% 101 104 106 10-1 101 103 10-3 100

10

3

10

１

10

-1

10

-3 137

_{Csの放射能濃度 (Bq/g)}

10

0

₁₀

2

₁₀

4

₁₀

6 60

Co

の放

射能濃度

(

Bq/g

)

0.01% 0.1% (白抜きは60_{Co検出下限値)} (H23.3.11の減衰補正値) 3号周辺 4号周辺 1号R/B1階 2号R/B5階 3号R/B1階 1号周辺 1% 90

Sr

の放射

能

濃

度 (

Bq

/g

)

10

3

10

１

10

-1

10

-3 137

_{Csの放射能濃度 (Bq/g)}

10

0

₁₀

2

₁₀

4

₁₀

6 0.01% 0.1% 1% (白抜きは90_{Sr検出下限値)} (H23.3.11の減衰補正値) 3号周辺 4号周辺 1号R/B1階 2号R/B5階 3号R/B1階 1号周辺

3 _H

14 _C

60 _Co

90 _Sr

核種の濃度は、

137

_{Cs と一定の割合を}

示す場合がある。1 と 3 号機の

3

_H、

14

_C、

60

_Co、

90

_{Sr は幅広い}

137

_{Cs 濃度に対して}

相関する傾向がある。4号機は、

90

_Sr

が 1 及び 3 号機に近いが、

3

_H と

14

_C は

違う傾向を示す。2号機はデータが少

ない。

(18)

17 汚染水試料の分析データ (1)

参考資料 7

*1

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第28, 40回）資料から引用して作成。

図

汚染水試料に検出された核種の濃度の変化

*1

（滞留水がセシウム吸着装置並びに第二セシウム吸着装置の入口水となる）



集中廃棄物処理建屋滞留水では、

137 _{Cs と}

90 _{Sr 濃度が高く同程度であり、}

3 _{H がこれらに次ぐ傾向に}

ある。他のβ（

129 _{I）、α核種（}

238 _{Pu）の濃度はより低い。Cs と Sr 核種の濃度は時間とともに減少して}

いるものの、減少の割合が小さくなっている。

3 _H

137 _Cs

90 _Sr

129 _I

238 _Pu

時間とともに減少しているものの、

減少の割合が小さくなっている。

●：集中廃棄物処理建屋滞留水

（セシウム吸着装置入口水）

■：集中廃棄物処理建屋滞留水

（第二セシウム吸着装置入口水）

◆：セシウム吸着装置出口水

× ：第二セシウム吸着装置A系出口水

▲：第二セシウム吸着装置B系出口水

＋：除染装置出口水

採取日 _採取日採取日

(19)

18 1.0E+02

1.0E+03

1.0E+04

1.0E+05

1.0E+06

11/06

12/10

14/02

15/07

16/11

137

Cs

濃度

(Bq/mL)

採取月

2号機

PCV

3号機

PCV

1号機

T/B

2号機

T/B

3号機

T/B

4号機

T/B

104 102 100 10-2 10-4 106 ₁₀8 104 102 100 10-4 10-3 10-5 10-6 10-7

汚染水試料の分析データ (2)

参考資料 8

*1

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第39回）資料から引用して作成。

図1

格納容器及びタービン建屋滞留水

試料中の

137 _{Cs 濃度の変化}

*1



タービン建屋滞留水は、汚染の度合いが号機により異なる傾向にある。15年9月以降では、1,2,3号

機と比較し、 3 号機で

137 _{Cs 濃度が高い。また、上流の格納容器滞留水と濃度が異なる傾向がみら}

れる。

_（図1）



2及び3号機の格納容器内滞留水では、下流（タービン建屋、集中廃棄物処理建屋）の滞留水に比

べ、α核種（

238 _Pu）の

137 _{Cs に対する放射能濃度比が高い傾向にある。}

_（図2）

101 100 10-1₁₀-2 107 105 103 101 10-1 凡例 ● 1号機T/B滞留水 ◆ 2号機PCV滞留水 ▲ 3号機PCV滞留水 ■ 集中廃棄物処理建屋滞留水（白抜きは縦軸の値が検出下限値）

図2

滞留水試料に検出された

90 _Sr と

238 _Pu の

濃度（

137 _{Csに対するプロット）}

*1

タービン建屋滞留水は、汚染の度合いが号機により異なる傾向にあり、

15年9月以降では、1,2,4号機と比較し、 3 号機で

137

_{Cs 濃度が高い。}

タービン建屋滞留水は、上流の格納容器

滞留水と濃度が異なる傾向がみられる。

2及び3号機の格納容器

内滞留水では、下流（ター

ビン建屋、集中廃棄物処

理建屋）の滞留水に比

べ、α核種（

238

_Pu）の

137

_Cs

に対する放射能濃度比が

高い傾向にある。

90 _Sr

238 _Pu

(20)

19 汚染水試料の分析データ (3)

参考資料 9

*1

政府・東京電力中長期対策会議運営会議（第10回会合）資料から引用。

表

セシウム吸着装置等の処理水試料中の核種濃度

*1

試料名

採取日

放射能濃度〔Bq/cm

3

_〕

3

_H

60

_Co

63

_Ni

79

_Se

90

_Sr

129

_I

137

_Cs

（約12年）

（約5.3年）

（約1.0x10

2

_年)

_(約6.5×10

4

_年)

_{（約29年）}

_(約1.6×10

7

_年)

_{（約30年）}

集中RW地下高汚

染水 (滞留水)

2011年11月1日

3.3×10

3

±3×10

0

4.9×10

0

±

4×10

-1

6.3×10

-1

±1×10

-1

8.3×10

0

±2×10

-1

2.9×10

5

±8×10

2

2.5×10

-1

±2×10

-3

7.4×10

5

±

1×10

3

セシウム吸着装置

処理後水(単独)

2011年11月8日

4.0×10

3

±

3×10

0

7.4×10

0

± 9×10

-2

7.4×10

-1

±1×10

-1

2.5×10

0

±

9×10

-2

2.0×10

5

±

4×10

2

2.7×10

-1

±3×10

-3

7.7×10

0

±

1×10

-1

第二セシウム吸着

装置処理後水

2011年11月8日

3.3×10

3

±3×10

0

4.6×10

-1

± 4×10

-2

<3.8×10

-1

1.6×10

1

±1×10

-1

1.0×10

5

±3×10

2

1.3×10

-1

±1×10

-3

<2.7×10

-1

淡水化装置出口

水

2011年11月1日

3.9×10

3

±3×10

0

<6.0×10

-2

<3.1×10

-1

8.1×10

-1

±3×10

-2

4.0×10

1

±8×10

-2

<2.1×10

-2

_<1.3×10

-1

蒸発濃縮装置入

口水

2011年11月1日

6.1×10

3

±4×10

0

1.4×10

1

±

1×10

-1

1.1×10

0

±1×10

-1

3.0×10

0

±9×10

-2

2.3×10

4

±2×10

1

1.8×10

-1

±2×10

-3

6.6×10

0

± 9×10

-2

蒸発濃縮装置出

口水

2011年11月1日

5.4×10

3

±4×10

0

<6.1×10

-2

<3.2×10

-1

7.8×10

-1

±3×10

-2

3.5×10

-1

±9×10

-3

<2.1×10

-2

<1.3×10

-1

蒸発濃縮装置濃

廃水

2011年11月3日

6.2×10

3

±4×10

0

2.7×10

0

± 5×10

-2

<3.1×10

-1

9.4×10

1

±3×10

-1

3.2×10

3

±

6×10

0

1.3×10

0

±3×10

-2

5.3×10

1

±

2×10

-1



セシウム吸着装置の吸着材（ゼオライト）は、Cs 核種を含む一方で、

60 _Co、

63 _Ni、

79 _Se、

129 _I 濃度は

137 _{Cs に比べて低い傾向にある。}



蒸発濃縮装置の濃縮廃液（濃廃水）は、

79 _{Se と}

129 _{I 濃度が滞留水よりも高い傾向にある。}

滞留水と処理した水（処理後水）の濃度を比べ、差が小さい場合にはその核種は吸着されていない

ものと考えられる。

60

_Co、

63

_Ni、

79

_Se、

129

_{I 濃度は差が小さく、吸着材中の濃度は低い傾向にある。}

(21)

20 汚染水試料の分析データ (4)

参考資料 10

*1

政府・東京電力中長期対策会議運営会議（第10回会合）資料から引用。

表

除染装置処理水試料中の核種濃度

*1

（除染装置はセシウム吸着装置処理水を処理する。）

試料名

採取日

放射能濃度〔Bq/cm

3

_〕

3

_H

60

_Co

63

_Ni

79

_Se

90

_Sr

129

_I

137

_Cs

（約12年）

（約5.3年）

（約1.0x10

2

_年)

_(約6.5×10

4

_年)

_{（約29年）}

_(約1.6×10

7

_年)

_{（約30年）}

セシウム吸着装置

処理後水(連続)

2011年8月9日

6.0×10

3

±4×10

0

1.7×10

1

±

1×10

0

1.5×10

0

±1×10

-1

2.7×10

0

±9×10

-2

1.2×10

5

±3×10

2

8.3×10

-2

±2×10

-3

1.1×10

4

±

2×10

1

除染装置処理後水

2011年8月9日

_±

6.3×10

3

4×10

0

9.9×10

0

± 9×10

-2

4.4×10

-1

±1×10

-1

3.1×10

0

±8×10

-2

1.2×10

4

±2×10

1

8.5×10

-2

±1×10

-3

5.3×10

-1

± 6×10

-2



除染装置のスラッジは、SrとCs 核種を含む一方で、

60 _Co、

63 _Ni、

79 _Se、

129 _I 濃度は

137 _{Cs や}

90 _{Sr に比べ}

て低い傾向にある。

セシウム吸着装置処理後水と除染装置により処理した水（処理後水）の濃度を比べ、

差が小さい場合にはその核種はスラッジに含まれていないものと考えられる。

60

_Co、

(22)

21 汚染水試料の分析データ (5)

参考資料 11

図1

多核種除去設備スラリーの核種濃度

*1

図2

多核種除去設備処理水試料中の核種濃度

*2

*1

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第34回）資料から引用。

*2

廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第40回）資料から引用。

1.0E‐02

1.0E+00

1.0E+02

1.0E+04

1.0E+06

1.0E+08

Mn

‐54

Co

‐60

Sr

‐90

Sb

‐12

5 Cs

‐13

7 Pu

‐23

8 Pu

‐23

9+2

4

0 AAL‐S1‐4（深さ60cm）

AAL‐S1‐3（深さ100cm）

AAL‐S1‐2（深さ150cm）

参考） AAL‐S1‐1

放射能濃度

[Bq/cm

3

]

※ 白抜きのバーは検出下限値を示す。

入

口

炭

酸

塩

沈

殿

出

口

活

性

炭

①

出

口

酸

塩

①

出

口

酸

化

①

出

口

銀

出

口

酸

化

②

出

口

酸

塩

②

出

口

化

合

物

出

口

ー

樹

脂

①

出

口

ー

樹

脂

②

出

口

活

性

炭

②

出

口

放射

能

濃

度

[Bq/

cm

3

]

pH

[-]



多核種除去設備スラリーは、

90 _{Sr が主要核種であり、}

238 _{Pu と}

239+240

_{Pu 濃度は 1 Bq/cm}

3 _{未満である。}

（図1）



多核種除去設備吸着材は、チタン酸塩吸着材が Sr と Cs核種を含む一方で、

60 _Co と

99 _{Tc 濃度は}

90 _Sr

や

137 _{Cs に比べて低い傾向にある。}

_（図2）

多核種除去設備スラリーは、

90

_{Sr 濃度が他の核種と比べて}

2 桁以上高く、主要核種である。

238

_{Pu と}

239+240

_{Pu 濃度は}

1 Bq/cm

3

_{未満であり、}

137

_Cs や

90

_{Sr に比べて低い。}

汚染水の上流と下流の水中の濃度を比べ、差が小さい場合には

福島第一原子力発電所の固体廃棄物試料分析（現状までの成果報告）（2017年5月25日 廃炉・汚染水対策チーム会合／事務局会議（第42回）報告資料）

0

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning